工程应用的增殖&燃烧快中子反应堆方案，这个设计概念被称为行波反应堆（Traveling-Wave Reactor/TWR）。目前，中低功率（機组容量300MW级）和大功率（机组容量1000MW级）的行波堆正在设计当中。2015年至2018年，中核集团与泰拉能源曾就行波堆技术展开合作[1]，文章将概述以泰拉能源公司为代表的径向行波堆的原理、实际工程实施方式及工程化展望。
关键词：核能发电;行波堆;工程化
中图分类号：TL43 文献标志码：A 文章编号：2095-2945（2019）17-0147-02
Abstract： Traveling wave reactor is essentially a sodium cooled fast neutron reactor， which belongs to the fourth generation nuclear power technology. Compared with the widely used light water reactor， the fuel efficiency of traveling wave reactor can be increased from 0.7% to 40% or higher. In 2006， TerraPower was the first to develop a multiplication-combustion fast neutron reactor scheme for practical engineering applications， a design concept known as the traveling wave reactor （TWR）. At present， the traveling wave reactor with low and medium power （unit capacity 300MW level） and high power （unit capacity 1000MW level） is being designed. From 2015 to 2018， CNNC and TerraPower have cooperated on traveling wave reactor technology. This paper will outline the principle， practical engineering implementation and engineering prospect of radial traveling wave reactor represented by TerraPower.
Keywords： nuclear power generation; Traveling Wave Reactor（TWR）; engineering
1 行波堆原理
以压水堆为代表的热中子反应堆和与包括行波堆在内快堆的主要区别在于铀的燃烧程度。天然铀含有0.7%的235U和99.3%的238U。热中子核反应堆只能利用其中的235U，在中子经济性变得不可接受之前，只能将238U中的一小部分转化为239Pu。因此，即使是最高效的轻水反应堆也只能利用天然铀中0.7%。
相比之下，快中子反应堆将238U直接转化为可裂变的239Pu或238U，还可以实现燃料的增值，且功率规模越大的快堆，增值比越大。原则上只要裂变产物能够被移出堆外（它们寄生吸收中子，从而逐步降低反应堆的中子经济性），快堆就能够“燃烧”掉绝大部分的天然铀[2]。因此，热堆-快堆耦合的闭式燃料循环系统是较为可行的未来核能发展路线。该闭式燃料循环系统可简单概括为：天然铀采出加工成低浓缩铀燃料组件，供给压水堆“燃烧”，“燃烧”后的乏燃料经后处理提取工业钚作为快堆的燃料，同时分离出锕系核素（MinorActinides/MA）混合进快堆燃料进行嬗变。在该闭式燃料循环系统中，快堆既接收压水堆的工业钚与MA作为燃料，自身乏燃料后处理后也可重复使用。整个过程既实现了燃料的增殖也降低了MA的含量，总体上实现了铀资源的最大化利用[2]。
但目前热堆-快堆耦合的闭式燃料循环系统仍需要对高放射性乏燃料进行后处理，通常需要将燃料组件包壳机械地切割掉，然后在惰性气体氛围中进行熔融精炼，这一过程仍具有一定的环境风险;且需进行场外燃料运输，依然存在核扩散风险。行波堆是以一种更简单的方式来达到传统快堆的功效。整堆可像蜡烛一样 “燃尽熄灭”，燃料组件可在40年的内彻底燃烧而无需更换新的燃料组件，其需要后处理的燃料大幅减少，规模化应用后，最终也无需铀浓缩设施。由此看来，相比于热堆-快堆耦合的闭式燃料循环系统，行波堆消除了环境风险与核扩散风险，燃料利用效率提高约40倍，是人类掌握大规模可控核聚变技术前，未来核能发展中最好的选择。
1996年，Teller提出了一种完全自动化的反应堆，这个反应堆由起“点火”作用的核心区和核燃烧波传播区组成。核心区以235U、233U、239Pu为燃料，而核燃烧波传播区的燃料可以使用天然采出、不需要浓缩或再加工的钍或铀。数值计算证明了这个堆型的燃烧波和高燃耗特点是存在且可行的。Sekimoto更进一步地提出了CANDLE反应堆这一概念，其原理是行波堆的基础。如图1所示，燃烧区的239Pu进行裂变反应释放出中子和能量，反应向上进行。在燃烧区之后，天然铀（大部分为238U）吸收中子后转化成239Pu和燃烧区产生的MA一同开始进行裂变反应。这两个燃烧波一上一下，不断向堆芯上部行进，直到整个堆芯反应完毕，裂变过程才会终止。在以上过程中，类似MA这样的长寿命高放射性毒性核素可嬗变为短寿命低放射毒性的轻核核素，显著地降低了其乏燃料的后处理难度。通过以上原理不难看出，这种反应堆具有以下优点：（1）相比于轻水反应堆和现有的快堆，行波堆具有极高的燃耗率，燃耗率可达30%至40%。（2）过剩反应性为0，无需反应性控制装置。（3）功率峰值、反应性等反应堆特性参数不随燃耗而改变，因此反应堆运行的各阶段的所需的操作都保持一致。（4）燃烧波行进方向的功率分布不随燃耗而改变，因此功率优化方案更简单彻底。（5）除燃耗区外，燃料的无限增殖因数都小于1，发生严重事故的风险很低。（6）无需进行铀浓缩，燃耗深度增加减少了核废料处理量，可有效地杜绝核扩散风险。
2 径向行波堆结构概述
行波堆根据燃烧波传播方向可分为轴向行波堆和径向行波堆，图1即为轴向行波堆原理的示意，而径向行波堆概念则由泰拉能源公司首次提出。径向行波堆的增殖燃烧波不是从堆芯柱体的一端传播到另一端，而是从堆芯中心向外传播。值得一提的是，在径向行波堆中，内外层燃料棒会根据中子通量和燃料燃耗的变化而进行内外更迭，这使得燃烧波在堆芯内径向方向“静止不动”，形成驻波，取而代之的是燃料组件的“倒料”操作。设计上可实现18-24个月倒一次料和90%的燃料利用率，且换料周期可达10年，可大幅度减少乏燃料卸出和后处理压力。
从结构上来看，行波堆主体结构与池式钠冷快堆大体相同，二回路（钠-钠）及三回路（钠-蒸汽）及常规岛可采用现有较为成熟的设计。如图2，其反应堆堆容器所包含的即为反应堆主热传输系统。在结构上，主热传输系统由两个环路组成，每个环路有一个竖直安装的主循环泵和两台中间热交换器组成。由于堆芯组件较高，产生的压降较大，主泵通常采用两级泵，同时，为避免发生气蚀，主泵转速也设定的较低。
从径向行波堆的设计方案可以看出，其主热传输系统结构理论上可以沿用传统的池式快中子反应堆相应设计，甚至可以有所简化。除主热传输系统外，现有的钠冷快堆核岛主设备的核心研发、设计和制造能力，包括设备研发设计、相关分析软件、试验验证装置及以上设备制造安装和运行的能力也能够满足行波堆的工程化应用的需求。
3 行波堆工程化应用挑战
尽管行波堆有很多优点，但是除主热传输系统外，仍有较多技术瓶颈，实现工程应用还有很多挑战。
比如，行波堆的燃料燃耗深度可达现有快堆的3至4倍，如此高的燃耗深度对燃料包壳的结构材料提出了比较苛刻的要求。如何解决高剂量快中子对包壳的损伤，保持燃料自身及包壳材料完整性，从而进一步降低堆芯设计对堆芯材料性能的要求，是行波堆技术工程化的一大挑战但也是目前重点研发方向。
另外，行波堆在堆芯结构、堆芯布置方式等诸多方面与传统意义的快堆有显著差异，从而使行波堆的堆芯物理与安全性能有所不同，将现有的堆芯物理分析方法和工具直接用于行波堆堆芯分析有一定困难。
目前据评估，泰拉能源的行波堆方案的技术成熟度接近5级，具备以完成满足厂址阶段两评报告为目标开展全厂30%的设计工作条件;但若想达到开工条件，须完成60%的全厂设计工作且两评报告能够得到批准。而在行波堆之前的任何一种堆型，在它们投入到实际建造和运行前，都或多或少存在着需要去克服的缺点和挑战。之前对行波堆所做的研究大部分集中于增殖和提高燃耗等方面，缺乏在系统层面上对中子物理、热工水力和反应堆结构材料水平的整体考虑。传统的钠冷快堆的诸多设计并不能直接用在高燃耗、长换料间隔的行波堆方案上，目前仍需要一个创新的解决方案以满足行波堆堆芯乃至系统层面上的种种限制。
由于行波堆使核能真正成为清洁、高效且可持续的能源，所以在核聚变技术成熟应用前，都将会是最具可行性且可持续的核电技术。压水堆产生的乏燃料处理问题早已凸显，目前我国运营中的核电站所产生的乏燃料，近9成储存在机组所配备的乏燃料池中。所以持续推进研究行波堆相关技术，实现工程化应用乃至大规模商业化发电，既可为热堆-快堆耦合的闭式燃料循环早日形成打下基礎，也能够使人类“无限”利用核能的时代早日到来，对全球能源格局产生深远的影响。
参考文献：
[1]胡贇，喻宏.行波堆中美技术合作项目进展[J].中国原子能科学研究院年报，2016.
[2]杨勇，王静，徐銤.我国基于快堆的可持续核能系统发展思考[J].中国工程科学，2018，20（03）：40-46.